- •Г.Димитровград
- •Содержание
- •1. Основы ядерной физики 7
- •2. Основы дозиметрии 17
- •3. Методы регистрации ионизирующего излучения 33
- •4. Основные понятия об атомных станциях 40
- •5. Радиационная безопасность и радиационный контроль 54
- •6. Методики выполнения измерений переносными приборами 75
- •7. Защита от ионизирующих излучений 89
- •Термины и определения
- •Основы ядерной физики
- •Строение атома и атомного ядра
- •Радиоактивный распад элементов
- •1.2.1 Радиоактивность
- •1.2.2 Превращения атомных ядер
- •Ядерные реакции
- •1.3.1 Деление ядер и управляемая цепная ядерная реакция
- •2. Основы дозиметрии 17
- •3. Методы регистрации ионизирующего излучения 33
- •4. Основные понятия об атомных станциях 40
- •5. Радиационная безопасность и радиационный контроль 54
- •6. Методики выполнения измерений переносными приборами 75
- •7. Защита от ионизирующих излучений 89
- •1.3.2 Термоядерные реакции
- •Основы дозиметрии
- •Виды ионизирующих излучений
- •Основные понятия радиоактивности
- •2.2.1 Закон радиоактивного распада
- •2.2.2 Активность
- •Взаимодействие ионизирующего излучения с веществом
- •2.3.1 Взаимодействие гамма-излучения с веществом
- •2.3.2 Взаимодействие нейтронов с веществом
- •2.3.3 Взаимодействие альфа-частиц с веществом
- •2.3.4 Взаимодействие бета-частиц с веществом
- •Выбор защитных материалов
- •Понятия о дозах внешнего и внутреннего облучения
- •Основные пределы доз
- •Биологическое действие ионизирующих излучений
- •2.6.1 Радиационная опасность излучений и их источников
- •2.6.2 Острые поражения и отдаленные последствия облучения ионизирующим излучением
- •Методы регистрации ионизирующего излучения
- •Ионизационный метод
- •2.2.1 Ионизационные камеры
- •2.2.2 Газоразрадные счетчики
- •2.2.3 Полупроводниковые детекторы
- •Сцинтилляционный метод
- •Люминесцентный метод
- •Основные понятия об атомных станциях
- •4.1 Классификация атомных станций по назначению
- •4.2 Классификация аэс по числу контуров
- •4.3 Классификация аэс по типу реактора
- •4.4 Основное оборудование отечественных аэс
- •4.4.1 Основное оборудование аэс с реакторами ввэр
- •4.4.2 Основное оборудование аэс с реакторами рбмк
- •4.4.3. Основное оборудование аэс с реакторами бн
- •4.5 Обеспечение безопасной работы аэс
- •Радиационная безопасность и радиационный контроль Федеральный закон “Об использовании атомной энергии”
- •5.1 Нормы радиационной безопасности – нрб-99/2009
- •5.2 Основные санитарные правила обеспечения радиационной безопасности – оспорб-99/2010
- •5.3 Основы дозиметрического контроля
- •5.3.1 Автоматизированный комплекс индивидуального дозиметрического контроля акидк-301
- •5.3.2 Индивидуальные электронные дозиметры гамма- и рентгеновского излучения дкг-ат2503/2503а
- •5.4 Оборудование радиационного контроля на аэс
- •5.4.1 Стационарная система контроля радиационной безопасности
- •5.4.1.1 Блоки и устройства детектирования акрб
- •5.4.2 Автоматизированная система радиационного контроля ниц сниип
- •5.5 Радиационный технологический контроль
- •5.6 Сбор, транспортировка и захоронение радиоактивных отходов
- •5.7 Дезактивация
- •5.7.1 Дезактивация оборудования и помещений
- •5.7.2 Дезактивация спецодежды
- •5.7.3 Дезактивация кожных покровов тела
- •Методики выполнения измерений переносными приборами
- •6.1 Контроль мощности дозы и плотности потоков излучений
- •6.1.1 Дозиметр-радиометр мкс-ат1117м
- •6.2 Контроль радиоактивного загрязнения поверхностей
- •6.2.1 Контроль радиоактивного загрязнения методом мазков
- •6.2.2 Контроль радиоактивного загрязнения приборами
- •6.3 Контроль загрязнения спецодежды и кожных покровов
- •6.4 Измерения радиоактивных газов и аэрозолей
- •6.5 Контроль радиоактивных газов
- •6.6 Контроль радиоактивных аэрозолей
- •6.6.1 Аэрозольно-газовый радиометр рв-4 "Дымка"
- •6.7 Измерение активности жидкости радиометром ржб-11п
- •Защита от ионизирующих излучений
- •7.1 Средства индивидуальной защиты
- •7.2 Элементы расчетов радиационной защиты
- •7.2.1 Расчет защиты от альфа- и бета-излучения
- •7.2.2 Расчет защиты от фотонного излучения
- •7.2.3 Расчет защиты от нейтронов
- •Список литературы
2.3.1 Взаимодействие гамма-излучения с веществом
В задачах обеспечения радиационной безопасности исследовательских ядерных реакторов рассматривают гамма-кванты с энергией 50 кэВ – 10 МэВ. Основными процессами взаимодействия гамма-квантов с материалами являются фотоэлектрическое поглощение, комптоновское рассеяние и поглощение с образованием электрон-позитронных пар.
Фотоэффект – это взаимодействие гамма-кванта с электронами атома. Гамма-квант исчезает (поглощается). Всю свою энергию гамма-квант передает одному из электронов атома, причем с наибольшей вероятностью наиболее связанному электрону, т.е. находящемуся на самой близкой к ядру оболочке. Электроны вырываются со своего уровня и получают кинетическую энергию, равную энергии гамма-кванта минус энергия связи электрона в атоме. Освободившийся уровень в дальнейшем заполняется одним из наружных электронов. Этот переход сопровождается характеристическим излучением. Фотоэффект наиболее вероятен для гамма-квантов низких энергий, особенно на материалах с большим зарядом ядер (Z4).
Рис.1.2. Схема фотоэффекта
В отличие от фотоэлектрического поглощения комптоновское рассеяние (комптон-эффект) происходит с наибольшей вероятностью на наименее связанном или свободном электроне. Этот процесс рассматривается как упругое рассеяние гамма-кванта на электроне, к которому применимы законы сохранения энергии и импульса. При любой энергии гамма-квант после рассеяния сохраняет часть энергии, которая зависит от угла рассеяния. Наибольшую часть первоначальной энергии гамма-квант теряет при рассеянии назад ( = 180о), причем энергия рассеянного назад гамма-кванта не может быть больше 0,255 МэВ даже для гамма-квантов с большой начальной энергией.
Рис. 1.3. Размен энергии при эффекте Комптона
Рассеивающий электрон, получивший от гамма-кванта часть энергии, называется электроном отдачи. Дальнейшее его поведение в материале защиты не отличается от поведения бета-частицы. Рассеянный гамма-квант может снова рассеяться на электроне и т.д. до тех пор, пока его энергия не уменьшится до значений, при которых велика вероятность фотоэффекта и он будет поглощен, либо выйдет за пределы защиты.
Вероятность комптоновского рассеяния пропорциональна ядер материала защиты. Этот процесс является основным в той области энергий гамма-излучения, которая рассматривается при решении задач защиты на реакторных установках. Например, для бетона этот эффект взаимодействия является основным в диапазоне энергий гамма-квантов 0,05-15 МэВ, для свинца – в диапазоне 0,6-5 МэВ. Многократные комптоновские рассеяния гамма-кванта в защите существенно изменяют его направление движения по сравнению с первоначальным, как бы увеличивая защиту.
Образование электрон-позитронных пар происходит в поле ядра, если энергия гамма-кванта превышает 1,02 МэВ (энергия массы покоя двух рождаемых частиц – электрона и позитрона) и приводит к исчезновению гамма-кванта. Позитрон и электрон приобретают кинетическую энергию, составляющую в сумме излишек энергии гамма-кванта над 1,02 МэВ, и движутся преимущественно в том же направлении, в котором двигался гамма-квант. Свободный позитрон живет недолго и в присутствии электронов аннигилирует с одним из них, при этом испускаются два гамма-кванта с энергией 0,51 МэВ каждый.
Вероятность процесса пропорциональна 2. Процесс является преобладающим для бетона при Е15 МэВ, для свинца при Е5 МэВ.
